双探测器中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的问题,设计了一种新型中子剂量当量仪,该中子剂量当量仪的探头包含有两个不同厚度慢化体球壳和两个球形3He正比计数管。用MCNP程序对分别嵌入到两个慢化体球壳中心的两个3He正比计数管的能量响应进行了计算。在周围剂量当量的结果计算时,用两个探测器的计数率之比确定1个修正因子以对探测器的计数率转换成中子周围剂量当量率进行修正。经过理论分析和实验验证,该中子剂量当量仪的能量响应性能有一定改善,可使热中子～14MeV范围内的能量响应缩小到0.7～1.3范围内。     

一种中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的情况,设计了一种由三个慢化球壳和三个3He正比计数管构成的多探测器中子剂量当量仪的探头,对它的能量响应进行了计算,并与ICRP的推荐值进行了比较和分析,提出了对它的能量响应性能进行进一步改善的方法。     

一种新型中子周围剂量当量(率)测量装置的性能实验

本文介绍一种新型中子周围剂量当量（率）监测方法,搭接了一套单球多计数器的中子周围剂量当量（率）监测装置,利用蒙特卡罗MCNP4A程序模拟计算了中子注量的响应函数,借用“少道”解谱软件进行解谱并对一些辐射防护量进行了计算.通过对^252Cf和Am-Be两种中子参考辐射场的测试,表明对中子注量率、周围剂量当量率、单位注量平均周围剂量当量和剂量当量平均能量的计算结果与参考值相比,偏差均小于10%, 这种监测方法较好地解决了中子剂量仪表的能量响应问题.     

高灵敏中子剂量当量率仪宽能区响应函数曲线的校准

参考国家相关标准和国际标准化组织(ISO)及国际电工委员会(IEC)对中子剂量当量(率)仪校准的相应标准,对已设计加工组装完毕的一台长圆柱型、较大体积高灵敏中子剂量当量率仪在宽能区(热中子～20MeV)内进行了能量响应和剂量灵敏度的实验校准。能谱响应函数曲线实验校准采用参考仪器和监测仪器归一校准法,利用实验和理论计算方法确定了NH-1型中子剂量当量率仪在较宽能区(热中子～20MeV)内的能量响应曲线;并给出了仪器的综合灵敏度48.9cps/(μSv.h-1)以及在3种特征能谱中的剂量响应。     

中子剂量当量仪的设计

为了提高中子剂量当量测量的准确度,利用MCNP5程序模拟优化了一种球形中子剂量当量仪的能量响应曲线。模拟结果表明,当聚乙烯厚度为10 cm,镉片处于聚乙烯慢化体中0.9–1.0 cm、半径为0.45 cm、长度0.1 cm时,在能量为2.53×10–8–10 MeV,能量响应因子为0.2–1.8,并与相关剂量仪性能进行比较,从而验证了此中子剂量当量仪设计的准确性。     

中子剂量当量测量技术研究进展

中子剂量当量的测量,已在国民经济和国防科技中取得了广泛的应用。但在中子剂量当量测量过程中,由于探测器能量响应及不确定因素等的影响,中子剂量当量测量的准确度一直不高。论文介绍了中子剂量当量的测量方法,影响中子剂量当量测量的因素,并展望了中子剂量当量测量的发展方向。     

单球多位置灵敏计数器的中子能量响应合理性初步探索

设计了一种单球3个位置灵敏计数器不同分区方法,借用蒙特卡罗模拟对5个计数区的中子能量响应进行了计算,并分析5个计数区的能量响应合理性.基于能量响应假设实验,利用少道解谱UMG软件包对诸如注量和周围剂量当量的剂量学量进行计算,并对计算的结果进行了讨论.设计了一种单球3个位置灵敏计数器不同分区方法,借用蒙特卡罗模拟对5个计数区的中子能量响应进行了计算,并分析5个计数区的能量响应合理性.基于能量响应假设实验,利用少道解谱UMG软件包对诸如注量和周围剂量当量的剂量学量进行计算,并对计算的结果进行了讨论.     

BH3105型高灵敏中子剂量当量仪

考虑到在传统的“吸收筛”设计原理框架内难以设计成高灵敏度中子剂量当量测量仪,研制了一种基于全新的中子剂量生物等效调整原理——“吸收棒”法的BH3105高灵敏度中子剂量当量仪。该仪器的灵敏度达10cps/(μSv·h~(-1)),比国外同类仪器高18～40倍,比国产FJ342型中子雷姆仪高约10~4倍。其量程范围为0.1～1Sv/h,比同类仪器扩展1～2个量级。其它性能,如耐γ性能、能量响应及方向性等,皆达到与超过国外同类产品水平。     

可携式中子剂量当量率仪

本文介绍NH1型可携式中子剂量当量率仪的结构和性能。该剂量仪由包有聚乙烯慢化体和硼塑料层的球形~3He计数管和电子学系统组成,适于热能—15MeV能区的中子剂量当量率的测量。剂量当量率测量范围在0.1—10~4μSv/h之间;在热能附近能区和0.3—5MeV能区,剂量当量率响应随能量的变化在±30％以内,对于能量为1.15MeV的中子,响应值约为0.56cps/μSv·h~(-1)。该剂量仪具有模拟和数字显示,重量为7kg。在改换量的名称并对能响作适当修正的条件下,NH1型中子剂量当量率仪可用于中子周围剂量当量率的测量。     

Be(α,n)剂量参数与REM仪响应的计算

基于较新的中子能谱资料,对不同类型和结构的13种Be(α,n)放射性中子源,计算了其平均能量、有效能量和注量-剂量当量换算系数,估算了2202D型和0075型REM仪对这些谱中子的响应。结果表明,换算系数和REM仪响应与平均能量的关系,可用简单的函数表述。     

The dependence of cumulative ^238U（n,f）fission yield on incident-neutron energy

This work is aim at studying the dependence of fission yields on incident neutron energy,so as to produce evaluated yield sets of the energy dependence.Experimental data at different neutron energies for gas fission products 85m,87,88Kr and 138Xe resulting from the 238U(n,f) reaction are processed using codes AVERAGE for weighed average and ZOTT for simultaneous evaluation.Energy dependence of the cumulative fission product yields on the incident neutron is presented.The evaluated curve of product yield is compared with the results calculated by the TALYS-0.64 code.The present evaluation is consistent with other main libraries in error permission.The fit curve of 87,88Kr can be recommended to predict the unmeasured fission yields.Comparisons of the evaluated energy dependence curves with theoretical calculated results show that the predictions using purely theoretical model for the fission process are not sufficiently accurate and reliable for the calculations of the cumulative fission yields for the 238U(n,f).     

Am-Be中子源辐射场周围剂量当量与吸收剂量的计算

根据最近更新的微观中子核反应截面数据（ENDF/B-Ⅶ库）计算了热中子到20MeV中子能区，H、C、N、O、Ar5种元素以及干燥空气和ICRU四元素组织的中子比释动能系数（kerma因子）。在此基础上，结合MCNP程序对Am-Be源外中子能谱的模拟，计算了Am-Be源中子场的周围剂量当量，单位中子注量下为373.0pSv•cm²。利用本实验室计算国产Am-Be源的中子能谱，算得相应中子场的周围剂量当量为374.0pSv•cm²，距离该源1m处空气对中子和γ射线的吸收剂量率分别为1.457×10^－2和1.580×10^-1μGy/(GBq•h)。     

Neutron energy dependence of delayed neutron yields and its assessments

Incident neutron energy dependence of delayed neutron yields of uranium and plutonium isotopes is investigated. A summation calculation of decay and fission yield data is employed, and the energy dependence of the latter part is considered in a phenomenological way. Our calculation systematically reproduces the energy dependence of delayed neutron yields by introducing an energy dependence of the most probable charge and the odd–even e?ect. The calculated fission yields are assessed by comparison with JENDL/FPY-2011, delayed neutron activities, and decay heats. Although the fission yields in this work are optimized to delayed neutron yields, the calculated decay heats are in good agreement with the experimental data. Comparison of the fission yields calculated in this work and JENDL/FPY-2011 gave an important insight for the evaluation of the next Japanese evaluated nuclear data library (JENDL) .     

Establishment of Simulated Neutron Reference Radiation Field for Workplaces of Pressurized Water Reactor

A simulated neutron reference field for typical workplaces of the pressurized water reactor was established with 14.8 MeV neutrons from T(d,n)⁴He reaction and a neutron moderating and scattering assembly. The neutron energy spectrum and ambient dose equivalent were measured with the assembly in different material combinations. Two typical neutron ambient dose rate meters were calibrated in this field. Calibration factors were compared with the results from the radionuclide neutron reference field. The results show that the calibration factors from the radionuclide neutron reference field are larger than the simulated neutron reference field, and different for two types of meters due to their energy responses. By contrast, the simulated neutron reference field is more appropriate to calibrate neutron dose meters which are used in reactor workplaces.     

压水堆工作场所模拟中子参考辐射场的建立

利用串列加速器T(d,n)⁴He反应产生的14.8 MeV中子，以及适当的中子慢化散射装置建立了目前国内唯一的压水堆典型工作场所模拟中子参考辐射场。对不同中子慢化散射材料组合下的中子能谱及中子周围剂量当量进行了测量，并校准了2台典型结构的中子周围剂量当量率仪。将模拟中子参考辐射场下的校准因子和放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子进行比较，发现放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子明显偏高，且仪表类型不同，偏高的程度也有所区别，这主要是由于不同类型仪表的能量响应不同。相比之下，模拟中子参考辐射场更适合用于反应堆工作场所的中子剂量仪表的校准。     

三种解谱算法求解中子能谱的解谱效果比较

使用多球谱仪测量中子能谱时,需要使用"少道"解谱算法。为此,本文分别将迭代算法、蒙卡算法和遗传算法应用到中子能谱解谱中,通过MCNP模拟几种辐射防护常见的中子能谱,模拟得到探测器在各个球中的计数,然后使用迭代算法、蒙卡算法和遗传算法进行解谱,并对三种解谱算法的解谱效果进行比较。结果显示,三种算法均能够很好的完成解谱,且给出的中子注量、周围剂量当量和平均能量与参考值符合的也较好。另外,在典型的中子辐射场,三种算法的使用条件不同,可相互配合,较好的给出解谱结果。     

西藏地区天然中子能谱测量

本文采用多球中子谱仪和中子周围剂量当量（率）仪分别对西藏地区的天然中子能谱和周围剂量当量率进行了测量,得到了西藏地区不同海拔处的室外天然中子能谱和周围剂量当量率。研究结果表明：该地区室外天然中子的能谱形状基本保持不变,其各能区的中子注量率随海拔的增加而增大,天然中子的总注量率和有效剂量率及周围剂量当量率均随海拔的增加呈指数规律增大;此外,天然中子的有效剂量率可用中子周围剂量当量（率）仪的测量结果乘以能谱 有效剂量转换因子得到。     

固定式中子剂量仪器现场标校方法研究

本文利用小型可控中子源和中子剂量参考仪器组成的核设施现场标校系统,通过空间位置对称条件下的待校准仪器与参考仪器对中子管出射中子响应之比,得到校准系数;为了完成仪器的周围剂量当量校准系数从国家标准计量检定中心参考辐射场到核设施现场的传递,必须对其进行能量修正。通过Am-Be中子源模拟核设施内部辐射场,在其中进行中子剂量仪器现场标校实验,并与校准过的多球中子谱仪测量结果相比较。结果表明:使用未经修正的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为17.0%;使用修正后的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为-2.4%。